Исследователи НИЦ "Курчатовский институт" – ЦНИИ КМ "Прометей", Физико-энергетического института им. А.И. Лейпунского и компании "Наука и инновации" создали инновационную методику, позволяющую многократно ускорить и сделать более безопасным прогнозирование поведения реакторных материалов при экстремальном облучении.
Сегодня для проверки корпуса реактора на радиационную стойкость требуется строительство миниреактора и проведение в нем длительных испытаний. Это занимает годы, а иногда и десятилетия. Ученые предложили заменить облучение нейтронами на воздействие ионными ускорителями, которые "бомбардируют" образцы тяжёлыми и лёгкими ионами. Новый метод существенно сокращает сроки испытаний: счет идет на дни и часы, ведь нужная "доза" облучения набирается на порядки (в 10 000-100 000 раз) быстрее. Еще одно преимущество – безопасность: материал после облучения ионами не становится радиоактивным, с ним можно работать в обычной лаборатории.
Комментирует Алексей Кудрявцев, заместитель генерального директора – начальник НПК-6 НИЦ "Курчатовский институт" – ЦНИИ КМ "Прометей".
– В ЦНИИ КМ "Прометей" разработана сама концепция определения радиационной стойкости материалов на базе их облучения в ионных ускорителях. Она определяет радиационную стойкость как набор физико-механических характеристик, отражающих специфические механизмы повреждения и разрушения материалов под воздействием радиации. Исследователи ввели и подробно описали так называемые "функции перехода": они позволяют для каждого конкретного физико-механического свойства материала подобрать режим ионного облучения, который будет моделировать условия нейтронного облучения в ядерном реакторе.
Также разработаны конкретные методы экспериментально-расчетного определения физико-механических свойств материалов - от выбора геометрии образцов до математической обработки данных. В частности, это методы определения влияния облучения на распухание материалов, оценки радиационной ползучести через измерение остаточных напряжений, а также методы для исследования характеристик сопротивления материалов разрушению при высоких и низких температурах. Кроме того, создан метод для оценки коррозионного растрескивания, базирующийся в том числе на оригинальных разработках.
Практическая проверка на трёх марках сталей подтвердила точность новой методики: результаты ионного облучения полностью совпали с данными многолетних испытаний в реальных реакторах.
Комплекс исследований, выполненных сотрудниками НИЦ "Курчатовский институт" – ЦНИИ КМ "Прометей" и Физико-энергетического института им. А.И. Лейпунского, стал основой проекта ГОСТа Росатома по оценке радиационной стойкости материалов путем их облучения в ионном ускорителе и последующего исследования.
Результаты работы опубликованы в журнале "Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы":

Специалисты Государственного научного центра РФ Научно-производственное объединение «Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения» (НПО «ЦНИИТМАШ», входит в Машиностроительный дивизион «Росатома») создали новую жаропрочную сталь аустенитного класса. Она предназначена для оборудования первого контура перспективной реакторной установки БР-1200, которая планируется к сооружению. Температура работы реактора со свинцовым теплоносителем составит 500-600 градусов Цельсия (для сравнения, соответствующая температура в реакторах типа ВВЭР составляет 320-350 градусов Цельсия). Разработка нового типа стали, которая также обладает коррозионной стойкостью, была проведена в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв» (направлен на разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах). «Разработка основана на нашем многолетнем опыте создания материалов для установок с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями и использовании компьютерного моделирования. Полученный материал сочетает необходимую для первого контура БР-1200 радиационную и коррозионную стойкость, термическую стабильность при температуре до 600 градусов Цельсия и, что особенно важно, превосходит по характеристикам длительной прочности референтную сталь ЭП302 (она в настоящее время используется для конструкций атомных энергоустановок, работающих в контакте с жидкометаллическим теплоносителем)», — отметил заместитель генерального директора — директор Института материаловедения ЦНИИТМАШ Сергей Логашов. Кроме того, специалисты ЦНИИТМАШ опробовали технологию лазерной сварки сталей аустенитного и мартенситно-ферритного классов в однородных и разнородных сочетаниях (ожидается, что именно такие сочетания будут применяться при изготовлении элементов ответственного оборудования БР-1200). Проведенные исследования показали, что применение лазерной сварки позволяет существенно повысить производительность изготовления сварных конструкций (по сравнению с традиционными дуговыми методами, при сохранении высокого качества сварных соединений). Важно отметить, что новая технология может быть внедрена и для действующих реакторных установок, как ВВЭР, так и РИТМ. Совокупность этих разработок — новых высокотехнологичных материалов и сварочных технологий — приближает успешную реализацию проекта БР-1200 как еще одного российского проекта в области IV поколения ядерной энергетики. БР-1200 – быстрый реактор со свинцовым теплоносителем, который находится в разработке «Росатома». Прототипом БР-1200 является строящийся в городе Северск опытно-демонстрационный БРЕСТ-ОД‑300 в составе опытно-демонстрационного энергокомплекса IV поколения. Промышленный энергокомплекс в составе двухблочной АЭС с реакторными установками БР-1200 планируется построить также в Северске. В соответствии с отраслевой дорожной картой ввод в опытно-промышленную эксплуатацию первого блока запланирован на 2036 год, второго – на 2038 год. Ввод реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 позволит масштабировать решение в области замкнутого топливного цикла в более мощных реакторах гигаваттного класса. Проект «Прорыв» госкорпорации «Росатом» нацелен на промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах. Проект реализуется под управлением АО «Прорыв» ведущими российскими учеными и инженерами при участии целого ряда отраслевых институтов. В рамках проекта планируется создать ядерно-энергетический комплекс, включающий в себя энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем; а также пристанционный завод, включающий в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления твэлов из переработанного ядерного топлива. Комплекс призван продемонстрировать устойчивую работу объектов, обеспечивающих замыкание ядерного топливного цикла. НПО «Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения» (НПО «ЦНИИТМАШ») имеет статус Государственного научного центра Российской Федерации, головной материаловедческой организации госкорпорации «Росатом», головной технологической организации «Концерна Росэнергоатом» и технопарка Москвы. Является разработчиком основных материалов, технологий, изготовителем специализированного технологического оборудования и изделий энергетического и тяжелого машиностроения. Входит в Машиностроительный дивизион «Росатома». Машиностроительный дивизион госкорпорации «Росатом» является комплектным поставщиком оборудования реакторного острова и машинного зала всех строящихся АЭС российского дизайна, изготовителем оборудования, разработчиком и поставщиком комплексных решений для предприятий энергетики, нефтегазового комплекса и других отраслей промышленности. Источник: energyland.info